[發明專利]一種钚材料的γ輻射場計算方法

在審

• 申請號: 201710954429.8
• 申請日: 2017-10-13
• 公開（公告）號: CN107807379A
• 公開（公告）日: 2018-03-16
• 發明（設計）人: 朱敏;楊永新;黃桂;王麗婷;王宋;趙大磊;馬敬偉;徐子劍;詹維
• 申請（專利權）人: 中國人民解放軍海軍工程大學
• 主分類號: G01T3/02
• 分類號: G01T3/02
• 代理公司: 北京路浩知識產權代理有限公司11002
• 代理人: 王瑩,吳歡燕

技術領域

本發明涉及一種貫穿輻射場計算方法，更具體的說涉及一種高濃縮钚材料γ輻射場計算方法。

背景技術

高濃縮钚材料能產生穿透能力強的γ射線，可對操作人員造成外照射危害，由于接觸距離近、時間長，其輻射危害值得重視。但高濃縮钚發射的γ射線能量偏低，對一般的輻射監測儀器響應能力提出了更高的要求，且在有些情況下無法監測(如在可行性論證階段)，無法開展工作人員輻射安全評估，這時就需要對高濃縮钚的貫穿輻射場進行理論計算，若要保證計算的準確性和科學性，必須要考慮高濃縮钚所含放射性核素的多樣性、能量線的復雜性，此時，對于操作高濃縮钚的工作人員來說，由于距離源較近，采用簡單的點源衰減模式是不合適的，所以，應考慮另外的計算方法予以解決。本發明提出一種高濃縮钚材料γ輻射場計算方法，解決高濃縮钚材料γ輻射場計算的合理性、科學性、準確性問題，為工作人員輻射安全評估提供基本依據。

發明內容

本發明所述的高濃縮钚材料γ輻射場計算方法包括以下三個步驟：

步驟一，高濃縮钚材料射線輻射特性分析。分析高濃縮钚材料中的放射性核素，以及可能發射的射線。

步驟二，高濃縮钚γ輻射場形成機理分析。分析高濃縮钚材料各放射性核素發射的γ射線能量和強度，綜合考慮各放射性核素比例，計算得出裂變γ出射率和表面出射率。

步驟三，高濃縮钚γ輻射場計算。通過對高濃縮钚中含有的放射性核素特性、射線特性和結構材料的分析，計算得出高濃縮钚材料外γ射線空氣吸收劑量率。

三個步驟之間的關系如附圖1所示。

一、高濃縮钚材料射線輻射特性分析

以²³⁹Pu豐度大于90％的高濃縮钚材料為例，材料中主要含有²³⁹Pu及少量²⁴⁰Pu、²⁴¹Pu和²⁴¹Am，可發射α、β、X、γ射線。²⁴¹Am和雜質發生(α，n)反應，故钚發射的γ射線可能會對工作人員形成外照射。各核素主要射線輻射特性見表1。

表1高濃縮钚材料射線輻射特性

二、高濃縮钚γ輻射場形成機理分析

钚同位素的γ譜構成比較復雜，如²³⁹Pu在能量幾十keV到800keV之間有眾多的γ射線，并且有很多γ射線的能量相近，它們在γ譜形成的重峰，甚至不能分辨，此外，不同純度的钚材料在不同能段的γ峰強度有差異，特別是²⁴¹Am的濃度影響較大。钚的同位素²³⁸Pu、²³⁹Pu、²⁴⁰Pu、²⁴¹Pu和²⁴²Pu在率變中都發射各自的特征γ射線，其主要γ射線的能量和強度如表2所示。

表2高濃縮钚材料發射的主要γ射線

綜合考慮²³⁹Pu豐度大于90％的高濃縮钚材料中²³⁹Pu、²⁴⁰Pu、²⁴¹Pu的比例，高濃縮钚材料的比活度一般為2.5×10⁹Bq/g，計算可得裂變γ出射率為2.97×10⁹Bq，表面出射率為1.829×10⁶Bq/cm²。

三、高濃縮钚γ輻射場計算

通過對高濃縮钚中含有的放射性核素特性、射線特性和結構材料的分析，可通過基于寬束減弱規律計算高濃縮钚材料外γ射線空氣吸收劑量率。高濃縮钚材料介質可視為無限均勻，外面的結構或封裝材料簡單且有一定厚度，此種情況下，從钚材料中發射出來的γ射線經二次或多次散射后仍有可能穿出結構材料，所以，基于寬束減弱規律，可建立其γ射線空氣吸收劑量率計算公式。同時，隨著貯存時間的增加，高濃縮钚材料內部的放射性核素組分會發生變化，導致輻射強度的改變，本方法引入γ輻射強度系數對不同貯存時間的高濃縮钚材料周圍γ輻射場的計算進行修正。

式中：

為經過屏蔽層之后的γ吸收劑量率，單位為Gy/s；

為經過屏蔽層之后核素i產生的γ吸收劑量率，單位為Gy/s；

f為γ輻射強度系數，無量綱。其值為貯存后高濃縮钚材料的衰變熱功率與初始狀態下衰變熱功率的比值；

為未經過屏蔽層之前核素產生的γ吸收劑量率，單位為Gy/s；